RU2358255C2 - Method and system of taking samples from atmosphere of reactor containment of nuclear process installation - Google Patents
Method and system of taking samples from atmosphere of reactor containment of nuclear process installation Download PDFInfo
- Publication number
- RU2358255C2 RU2358255C2 RU2007117719/12A RU2007117719A RU2358255C2 RU 2358255 C2 RU2358255 C2 RU 2358255C2 RU 2007117719/12 A RU2007117719/12 A RU 2007117719/12A RU 2007117719 A RU2007117719 A RU 2007117719A RU 2358255 C2 RU2358255 C2 RU 2358255C2
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- sampling
- pipe
- reactor
- sample
- reactor containment
- Prior art date
Links
Images
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G01—MEASURING; TESTING
- G01N—INVESTIGATING OR ANALYSING MATERIALS BY DETERMINING THEIR CHEMICAL OR PHYSICAL PROPERTIES
- G01N1/00—Sampling; Preparing specimens for investigation
- G01N1/02—Devices for withdrawing samples
- G01N1/22—Devices for withdrawing samples in the gaseous state
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C17/00—Monitoring; Testing ; Maintaining
- G21C17/02—Devices or arrangements for monitoring coolant or moderator
- G21C17/028—Devices or arrangements for monitoring coolant or moderator for monitoring gaseous coolants
-
- G—PHYSICS
- G01—MEASURING; TESTING
- G01N—INVESTIGATING OR ANALYSING MATERIALS BY DETERMINING THEIR CHEMICAL OR PHYSICAL PROPERTIES
- G01N1/00—Sampling; Preparing specimens for investigation
- G01N1/02—Devices for withdrawing samples
- G01N1/22—Devices for withdrawing samples in the gaseous state
- G01N1/2226—Sampling from a closed space, e.g. food package, head space
-
- G—PHYSICS
- G01—MEASURING; TESTING
- G01N—INVESTIGATING OR ANALYSING MATERIALS BY DETERMINING THEIR CHEMICAL OR PHYSICAL PROPERTIES
- G01N1/00—Sampling; Preparing specimens for investigation
- G01N1/02—Devices for withdrawing samples
- G01N1/10—Devices for withdrawing samples in the liquid or fluent state
- G01N2001/1031—Sampling from special places
- G01N2001/1037—Sampling from special places from an enclosure (hazardous waste, radioactive)
-
- G—PHYSICS
- G01—MEASURING; TESTING
- G01N—INVESTIGATING OR ANALYSING MATERIALS BY DETERMINING THEIR CHEMICAL OR PHYSICAL PROPERTIES
- G01N33/00—Investigating or analysing materials by specific methods not covered by groups G01N1/00 - G01N31/00
- G01N33/0004—Gaseous mixtures, e.g. polluted air
- G01N33/0009—General constructional details of gas analysers, e.g. portable test equipment
- G01N33/0027—General constructional details of gas analysers, e.g. portable test equipment concerning the detector
- G01N33/0031—General constructional details of gas analysers, e.g. portable test equipment concerning the detector comprising two or more sensors, e.g. a sensor array
- G01N33/0032—General constructional details of gas analysers, e.g. portable test equipment concerning the detector comprising two or more sensors, e.g. a sensor array using two or more different physical functioning modes
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Physics & Mathematics (AREA)
- Health & Medical Sciences (AREA)
- Life Sciences & Earth Sciences (AREA)
- Molecular Biology (AREA)
- Biochemistry (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- Biomedical Technology (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- Chemical & Material Sciences (AREA)
- Analytical Chemistry (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- General Health & Medical Sciences (AREA)
- General Physics & Mathematics (AREA)
- Immunology (AREA)
- Pathology (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
- Sampling And Sample Adjustment (AREA)
Abstract
Description
Изобретение относится к системе взятия проб для получения пробы из атмосферы в защитной оболочке реактора ядерно-технической установки. Оно относится также к способу получения такой пробы.The invention relates to a sampling system for obtaining samples from the atmosphere in a protective shell of a reactor of a nuclear technical installation. It also relates to a method for producing such a sample.
В ядерно-технической установке может возникать в неисправных и, в частности, аварийных ситуациях после аварии с потерей охлаждающего средства значительный выброс радиоактивности. При этом, в частности, внутри окружающей активную зону реактора защитной оболочки или укрытия может образовываться и выделяться, в частности, газ водород, при этом на основании возможного образования взрывоопасной газовой смеси может возникать опасность для защитной оболочки реактора за счет возникающих неуправляемых реакций водорода.In a nuclear technical installation, a significant release of radioactivity can occur in malfunctioning and, in particular, emergency situations after an accident with the loss of coolant. In this case, in particular, hydrogen gas, in particular, hydrogen gas may be generated and released inside the containment or shelter surrounding the reactor core, and, on the basis of the possible formation of an explosive gas mixture, there may be a danger to the reactor containment due to uncontrolled hydrogen reactions.
Поэтому известны различные концепции для предотвращения образования таких взрывоопасных газовых смесей в укрытии или защитной оболочке реактора ядерно-технической установки, в которых при необходимости выполняют инертизацию атмосферы в защитной оболочке реактора. При этом может быть предусмотрено, например, контролируемое зажигание и сжигание образующихся долей водорода в атмосфере защитной оболочки. При этом доля водорода надежно уменьшается, прежде чем газовая смесь перейдет предел воспламенения, выше которого может возникать неуправляемая реакция водорода. В качестве альтернативного решения или дополнительно к этому может быть также предусмотрена управляемая подача инертных газов, таких как, например, азот, в атмосферу защитной оболочки реактора, так что уже на основании высокой доли инертного газа в атмосфере защитной оболочки исключается воспламенение газовой смеси.Therefore, various concepts are known for preventing the formation of such explosive gas mixtures in a shelter or reactor sheath of a nuclear facility, in which, if necessary, the inertization of the atmosphere in the reactor sheath is performed. In this case, for example, controllable ignition and combustion of the generated hydrogen fractions in the atmosphere of the containment can be provided. In this case, the fraction of hydrogen decreases reliably before the gas mixture passes the ignition limit, above which an uncontrolled reaction of hydrogen can occur. As an alternative solution or in addition to this, a controlled supply of inert gases, such as, for example, nitrogen, into the atmosphere of the reactor containment can also be provided, so that ignition of the gas mixture is already excluded on the basis of a high proportion of inert gas in the atmosphere of the containment.
Однако для контролируемой и соответствующей необходимости обработки таких аварийных ситуаций, например также для целенаправленной подачи инертных газов, необходимо относительно надежное определение соответствующего текущего действительного состояния атмосферы в защитной оболочке реактора. На основе ожидаемых в указанных аварийных ситуациях относительно агрессивных условий для деталей и компонентов вследствие возможного облучения и/или химической реактивности составляющих частей атмосферы невозможно выполнять контролирование атмосферы защитной оболочки и ее составляющих на основе непосредственно измеряемых фактических величин измерения с помощью измерительных или аналитических систем внутри защитной оболочки реактора с достаточной точностью и надежностью. Однако чтобы несмотря на это иметь возможность учета в качестве надежной основы для управления необходимыми мерами противодействия текущего фактического состояния атмосферы защитной оболочки, может быть предусмотрено так называемое взятие проб, при котором небольшое количество атмосферы защитной оболочки отбирают из защитной оболочки реактора и подают в расположенный вне защитной оболочки участок анализа и оценки. Подходящий для получения такой пробы способ и пригодное для реализации способа устройство известны, например, из DE 4126894 A1.However, for the controllable and appropriate need to handle such emergencies, for example also for the targeted supply of inert gases, a relatively reliable determination of the corresponding current actual state of the atmosphere in the reactor containment is necessary. Based on the relatively aggressive conditions expected in the specified emergency situations for parts and components due to possible irradiation and / or chemical reactivity of the constituent parts of the atmosphere, it is impossible to control the atmosphere of the protective shell and its components on the basis of directly measured actual measurement values using measuring or analytical systems inside the protective shell reactor with sufficient accuracy and reliability. However, in order to be able to take into account, as a reliable basis for controlling the necessary measures to counteract the current actual state of the atmosphere of the containment, the so-called sampling may be provided, in which a small amount of the atmosphere of the containment is taken from the reactor containment and fed to the outside of the containment shell plot analysis and evaluation. A method suitable for producing such a sample and a device suitable for implementing the method are known, for example, from DE 4126894 A1.
В таких известных системах взятия пробы обычно выполняют в расположенной вне защитной оболочки реактора аналитической камере сушку измеряемого газа, при этом затем измеряют с помощью анализатора теплопроводности концентрацию водорода в высушенном газе. Для определения из этой измеренной величины действительной концентрации водорода в защитной оболочке реактора выполняют поправку с помощью содержания газа в атмосфере защитной оболочки. Эту поправку обычно выполняют исходя из предположения условий насыщения при давлении в защитной оболочке и температуре защитной оболочки. При этом действительное содержание пара в атмосфере защитной оболочки и действительную концентрацию водорода можно определять лишь с недостаточной точностью из-за возможно существующих перегревов. Очень различные состояния атмосферы от условий насыщения до состояния «сильного перегрева» вызываются за счет находящихся в атмосфере долей активных инертных газов и аэрозольных продуктов распада, которые в зависимости от хода аварии могут представлять мощность остаточного тепловыделения от нескольких кВт до многих 100 кВт. Кроме того, следует учитывать, что также в различных зонах пространства и высоты защитной оболочки вследствие различных эффектов охлаждения структур, наружных стенок, систем охлаждения и т.д. могут возникать значительные различия температуры. Поэтому действительные температуры атмосферы могут отклоняться от температур насыщения, например, на более 100°С, и поэтому не обеспечивают надежного заключения о действительных парциальных давлениях пара.In such known sampling systems, the measurement gas is usually dried in an analytical chamber located outside the reactor containment vessel, and then the concentration of hydrogen in the dried gas is measured using a heat conductivity analyzer. To determine from this measured value the actual concentration of hydrogen in the reactor containment, a correction is made using the gas content in the atmosphere of the containment. This correction is usually carried out on the assumption of saturation conditions at the pressure in the protective sheath and the temperature of the protective sheath. In this case, the actual vapor content in the atmosphere of the containment and the actual hydrogen concentration can only be determined with insufficient accuracy due to possible overheating. Very different atmospheric conditions from saturation conditions to the state of “severe overheating” are caused by fractions of active inert gases and aerosol decay products in the atmosphere, which, depending on the course of the accident, can represent residual heat from several kW to many 100 kW. In addition, it should be borne in mind that also in different zones of space and the height of the containment due to various cooling effects of structures, external walls, cooling systems, etc. Significant temperature differences may occur. Therefore, actual atmospheric temperatures can deviate from saturation temperatures, for example, by more than 100 ° C, and therefore do not provide a reliable conclusion about the actual partial vapor pressures.
В качестве альтернативного решения можно также устанавливать датчики водорода непосредственно в защитной оболочке реактора, которые работают по принципу теплового эффекта. Эти датчики могут быть соединены с помощью защищенных от помех, однако не защищенных от аварий кабелей с расположенной вне защитной оболочки реактора измерительной электроникой. Однако при этом измерение водорода с помощью лишь этого измерительного устройства при уменьшенном содержании кислорода и, в частности, при высоких лучевых нагрузках средней и большой длительности невозможно. Таким образом, при внутренних условиях невозможно надежное измерение концентрации водорода, причем дополнительно к этому существует относительно высокая поперечная чувствительность к моноксиду углерода, который может высвобождаться при взаимодействии бетона с расплавом ядерного топлива. Поэтому как раз при активном управлении авариями и целенаправленным управлением мерами противодействия такие системы являются недостаточными.As an alternative solution, you can also install hydrogen sensors directly in the protective shell of the reactor, which operate on the principle of thermal effect. These sensors can be connected using interference-protected but not accident-proof cables with measuring electronics located outside the reactor containment. However, the measurement of hydrogen using only this measuring device with a reduced oxygen content and, in particular, at high radiation loads of medium and long duration is impossible. Thus, under internal conditions it is impossible to reliably measure the concentration of hydrogen, and in addition to this there is a relatively high transverse sensitivity to carbon monoxide, which can be released during the interaction of concrete with a molten nuclear fuel. Therefore, just with the active management of accidents and the targeted management of countermeasures, such systems are insufficient.
Кроме того, в известных системах взятия проб можно обычно анализировать лишь доли отдельных газов, такие как, например, доли водорода или доли кислорода, при этом прямое определение состояния инертизации атмосферы защитной оболочки нельзя осуществлять посредством непосредственного измерения содержания пара и диоксида углерода.In addition, in known sampling systems, it is usually possible to analyze only fractions of individual gases, such as, for example, fractions of hydrogen or fractions of oxygen, while a direct determination of the inertization state of the atmosphere of the containment cannot be carried out by directly measuring the content of vapor and carbon dioxide.
Поэтому в основу изобретения положена задача создания системы взятия проб для получения пробы из атмосферы в защитной оболочке реактора ядерно-технической установки, с помощью которой обеспечивается получение пробы, особенно пригодной для определения особенно надежных и точных измерительных величин для долей газов атмосферы защитной оболочки. Кроме того, предлагается особенно пригодный способ получения такой пробы.Therefore, the invention is based on the task of creating a sampling system for obtaining a sample from the atmosphere in a reactor containment vessel of a nuclear-technical installation, with the help of which a sample is obtained that is particularly suitable for determining especially reliable and accurate measurement values for the atmospheric gas fractions of a containment vessel. In addition, a particularly suitable method for producing such a sample is provided.
Относительно системы взятия проб эта задача решена согласно изобретению с помощью соединенного с системой пониженного давления и с системой анализа, входящего в защитную оболочку реактора трубопровода взятия проб, перед которым с газовой стороны при соединении с атмосферой в защитной оболочке реактора включено дроссельное устройство.Concerning the sampling system, this problem is solved according to the invention with the help of a reduced pressure connected to the analysis system and included in the protective shell of the reactor of the sampling pipeline, before which a throttle device is connected from the gas side when connected to the atmosphere in the protective shell of the reactor.
При этом изобретение исходит из того, что для определения характеристических для текущего фактического состояния атмосферы защитной оболочки, особенно точных измеренных величин, полученная проба должна с особенно высокой точностью отображать условия атмосферы внутри защитной оболочки. Для этого необходимо последовательно исключить те влияния, которые могут вызывать фальсификацию состава пробы по сравнению с действительным составом атмосферы в защитной оболочке. Как было установлено, в качестве одного возможного источника такого отклонения свойств взятой пробы от свойств действительной атмосферы защитной оболочки в ситуации аварии можно рассматривать обычно проводимую сушку измеряемого газа и последующий учет влияния содержания пара при предположении условия насыщения в защитной оболочке. При существенном высвобождении радиоактивности и водорода и предположении условий насыщения пара на основе измеренных температур атмосферы это легко приводит к нераспознаванию взрывоопасных условий атмосферы и может приводить к инициированию неподходящих противомер, которые могут составлять опасность для целостности защитной оболочки.In this case, the invention proceeds from the fact that in order to determine the characteristics of the protective envelope that are characteristic of the current actual state of the atmosphere, especially the exact measured values, the obtained sample must display the atmospheric conditions inside the protective shell with particularly high accuracy. For this, it is necessary to consistently exclude those influences that can cause falsification of the composition of the sample in comparison with the actual composition of the atmosphere in the protective shell. It has been established that as one possible source of such a deviation of the properties of the sample taken from the properties of the actual atmosphere of the containment in an accident situation, one can consider the usually carried out drying of the measured gas and subsequent consideration of the effect of the vapor content under the assumption of the saturation condition in the containment. With a significant release of radioactivity and hydrogen and the assumption of vapor saturation conditions based on the measured atmospheric temperatures, this easily leads to the unrecognition of explosive atmospheric conditions and can lead to the initiation of inappropriate countermeasures, which can pose a danger to the integrity of the protective shell.
Для исключения принятия таких краевых условий и обеспечения вместо этого непосредственного определения реальных условий атмосферы в защитной оболочке также при возможно существующих перегревах или других затрудняющих условиях необходимо надежно исключать конденсацию возможно содержащегося в атмосфере и тем самым находящегося также в пробе пара в трубопроводе взятия пробы также при пересечении более холодных зон защитной оболочки, и тем самым уже перед достижением предусмотренного для оценки места измерения. Для обеспечения этого с особенной высокой рабочей безопасностью и пассивным образом, т.е. без необходимости активного управления снаружи система взятия проб выполнена для сохранения перегретого состояния при транспортировке пробы через трубопровод взятия проб. Это достигается посредством последовательного сохранения состояния пониженного давления в трубопроводе взятия проб во время транспортировки взятой пробы. Установленное уже в трубопроводе взятия проб перед взятием собственно пробы по причинам транспортировки пониженное давление при этом сохраняется также во время транспортировки пробы в трубопроводе взятия проб, посредством подходящего дросселирования трубопровода взятия проб в его входной зоне.In order to exclude the adoption of such boundary conditions and instead provide a direct determination of the actual atmospheric conditions in the protective shell, even with possible overheating or other difficult conditions, it is necessary to reliably exclude the condensation of the vapor contained in the atmosphere and, therefore, also in the sample in the sampling pipeline at the intersection colder zones of the containment, and thus already before reaching the measurement site provided for the assessment. To ensure this with particularly high operational safety and in a passive manner, i.e. without the need for active control from the outside, the sampling system is designed to maintain an overheated state when transporting the sample through the sampling pipeline. This is achieved by sequentially maintaining the state of reduced pressure in the sampling pipeline during transportation of the sample. The reduced pressure already established in the sampling pipeline before sampling itself for sampling for transportation reasons also remains during transportation of the sample in the sampling pipeline, by means of suitable throttling of the sampling pipeline in its inlet zone.
Для обеспечения сохранения предусмотренного пониженного давления при транспортировке пробы через трубопровод взятия проб простым и надежным образом трубопровод взятия проб предпочтительно выполнен в виде небольшого трубопровода с номинальным внутренним диаметром до 15 мм, и в особенно предпочтительном варианте выполнения в виде капиллярной трубки с номинальным внутренним диаметром около 1-5 мм. Кроме того, за счет такого выполнения трубопровода взятия проб обеспечивается, что объемы взятых проб могут быть особенно небольшими, так что даже при сравнительно высоких количествах высвобождаемой в атмосфере защитной оболочки радиоактивности, в наружную зону защитной оболочки реактора можно выносить особенно небольшое количество общей радиоактивности. Кроме того, имеющий такие размеры трубопровод взятия проб имеет также высокую собственную надежность относительно повреждений, поскольку даже при предполагаемом полном разрыве трубопровода взятия проб возникающая за счет этого дополнительная утечка из защитной оболочки реактора в его окружение является лишь незначительной по сравнению и без того предусмотренной расчетной утечкой.In order to maintain the intended reduced pressure during transportation of the sample through the sampling pipeline in a simple and reliable manner, the sampling pipeline is preferably made in the form of a small pipeline with a nominal internal diameter of up to 15 mm, and in a particularly preferred embodiment, in the form of a capillary tube with a nominal internal diameter of about 1 -5 mm. In addition, due to this embodiment of the sampling pipeline, it is ensured that the volumes of the samples taken can be especially small, so that even with relatively high amounts of the radioactivity sheath released in the atmosphere, a particularly small amount of total radioactivity can be carried into the outer zone of the reactor sheath. In addition, a sampling pipeline having such dimensions also has high intrinsic reliability with respect to damage, since even with the supposed complete rupture of the sampling pipeline, the additional leakage resulting from this from the reactor containment into its surroundings is only insignificant compared to the already calculated leakage .
За счет этого можно в целом отказаться от обязательных в обычных системах взятия проб на основе возможных больших поперечных сечений утечки двойных запорных устройств в зоне проходов в защитную оболочку, включая ввод в систему взятия проб. Кроме того, капиллярные трубки с диаметром, например, 3 мм и толщиной стенки лишь 0,5 мм уже имеют расчетное давление более 50 бар, что в принципе увеличивает надежность против отказа при расчетных давлениях защитной оболочки, например около 5 бар. При предположении, например, 5-10 взятий проб из защитной оболочки получается дополнительно экономия 10-20 запорных арматур защитной оболочки. Это приводит, с одной стороны, к значительному уменьшению стоимости, и обеспечивает также за счет исключения арматуры в этой зоне оптимальный перегрев пробы также в зоне прохода.Due to this, it is possible in general to abandon mandatory sampling in conventional systems based on possible large leakage cross-sections of double locking devices in the passage zone into the containment, including entering the sampling system. In addition, capillary tubes with a diameter of, for example, 3 mm and a wall thickness of only 0.5 mm already have a design pressure of more than 50 bar, which in principle increases reliability against failure at a design pressure of the containment, for example about 5 bar. Assuming, for example, 5-10 sampling from the containment, an additional saving of 10-20 shutoff valves is obtained. This leads, on the one hand, to a significant reduction in cost, and also ensures, due to the exclusion of fittings in this zone, optimal overheating of the sample also in the passage zone.
Дроссельное устройство может быть отдельным дросселем или же для обеспечения большего входного диаметра также многоступенчатым дросселем, или же дросселем в виде пористого тела. Дроссельное устройство предпочтительно имеет тонкое проходное отверстие величиной 0,05-2 мм, предпочтительно 0,5 мм. Как раз в комбинации с предусмотренными размерами трубопроводов взятия проб, в выполненной таким образом системе взятия проб непосредственно после взятия пробы обеспечивается падение давления в трубопроводе взятия пробы до менее чем около 50% имеющегося в защитной оболочке реактора давления с помощью пассивных средств. Таким образом, предусмотренная непосредственная сушка газа и перегрев для дросселирования обеспечивается во всей зоне трубопровода взятия проб внутри защитной оболочки реактора. В зоне прохода через наружную стенку защитной оболочки также имеются значительно более благоприятные условия, поскольку даже при высоких парциальных давлениях газа в несколько бар можно легко достигать нагревания, например, с 50 до 80°С, в частности за счет дополнительного нагревания с помощью низкотемпературного нагревательного элемента, и тем самым можно надежно оставаться ниже критических температур для, например, бетона около 80-100°С.The throttle device can be a separate throttle or, to provide a larger input diameter, also a multi-stage choke, or a throttle in the form of a porous body. The throttle device preferably has a thin bore of 0.05-2 mm, preferably 0.5 mm. Just in combination with the provided dimensions of the sampling pipelines, in the sampling system constructed in this way immediately after sampling, the pressure in the sampling piping is reduced to less than about 50% of the pressure in the reactor containment by passive means. Thus, the provided direct gas drying and overheating for throttling is provided in the entire area of the sampling pipeline inside the reactor containment. In the zone of passage through the outer wall of the protective shell there are also much more favorable conditions, since even at high partial gas pressures of several bar heating can be easily achieved, for example, from 50 to 80 ° C, in particular due to additional heating using a low-temperature heating element , and thereby it is possible to reliably stay below critical temperatures for, for example, concrete at about 80-100 ° C.
Кроме того, дроссельное устройство предпочтительно дополнено фильтровальным блоком, так что исключается ухудшение работы даже при возникновении крупнозернистых загрязнений или т.п. При этом фильтровальный блок, который может быть предусмотрен, в частности, для сдерживания грубых аэрозолей, содержит предпочтительно пористый фильтрующий материал, такой как, например, порошковый материал или плетение из металлических волокон. За счет дополнительной кратковременной обратной промывки с помощью сжатого воздуха или азота, предпочтительно из баллонов с давлением более 10 бар до давления в баллоне, например, 100 бар, обеспечивается дополнительно надежная промывка возможно загрязненных дроссельных поперечных сечений.In addition, the throttle device is preferably supplemented with a filter unit, so that performance degradation is avoided even when coarse-grained contaminants or the like occur. In this case, the filter unit, which can be provided, in particular for containing coarse aerosols, preferably contains a porous filter material, such as, for example, powder material or weaving of metal fibers. Due to the additional short-term backwash with compressed air or nitrogen, preferably from cylinders with a pressure of more than 10 bar to a pressure in the cylinder, for example, 100 bar, an additional reliable washing of possibly contaminated throttle cross sections is ensured.
Для обеспечения надежной оценки взятой пробы и, в частности, сравнительно точного анализа составляющих газовых долей в ней трубопровод взятия проб снабжен вне защитной оболочки непосредственным нагреванием, а также включенная после трубопровода взятия проб система анализа предпочтительно снабжена нагреваемым наружным корпусом по типу термостата. Он целесообразно выполнен так, что анализ взятой пробы можно выполнять в диапазоне температур около 120°С или больших избыточных давлениях в защитной оболочке до 160°С. Тем самым при оценке взятой пробы надежно исключается конденсация водяного пара, так что можно определять особенно точные величины измерения для отдельных газовых составляющих атмосферы защитной оболочки.To ensure a reliable assessment of the sample taken and, in particular, a comparatively accurate analysis of the constituent gas fractions in it, the sampling pipeline is provided with direct heating outside the containment, and the analysis system included after the sampling pipeline is preferably equipped with a heated external casing as a thermostat. It is expediently designed so that the analysis of the taken sample can be performed in the temperature range of about 120 ° C or high overpressures in the protective shell up to 160 ° C. Thus, when evaluating a sample taken, condensation of water vapor is reliably excluded, so that it is possible to determine particularly accurate measurement values for individual gas constituents of the atmosphere of the containment.
Особенно высокая рабочая надежность и механическая стабильность системы взятия проб достигается тем, что трубопровод взятия проб предпочтительно проложен в защитной трубе.Particularly high operational reliability and mechanical stability of the sampling system is achieved by the fact that the sampling pipeline is preferably laid in a protective pipe.
Для того чтобы по причинам особенно высокой рабочей надежности удерживать количество активных компонентов внутри защитной оболочки реактора особенно небольшим, система пониженного давления системы взятия проб предпочтительно расположена вне защитной оболочки реактора. При этом в качестве системы пониженного давления может быть предусмотрена, в частности, расположенная вне защитной оболочки реактора система насосов, например мембранный вакуумный насос или струйный вакуумный насос. В качестве альтернативного решения или дополнительно к этому может быть предусмотрен для подачи быстрых вакуумных импульсов подключаемый с помощью быстро открывающихся клапанов вакуумный резервуар. При многоканальном выполнении системы взятия проб, т.е. при параллельном включении нескольких трубопроводов взятия проб может быть вместо центрального насосного блока предусмотрен также для каждого трубопровода взятия проб отдельный насос пониженного давления, в частности микровакуумный насос.In order to keep the amount of active components inside the reactor containment vessel especially small for reasons of particularly high operational reliability, the reduced pressure system of the sampling system is preferably located outside the containment vessel. In this case, as a reduced pressure system, in particular, a pump system located outside the reactor containment can be provided, for example a membrane vacuum pump or a jet vacuum pump. As an alternative solution, or in addition to this, a vacuum tank can be connected with quick-opening valves for supplying fast vacuum pulses. In multi-channel execution of a sampling system, i.e. when several sampling pipelines are connected in parallel, instead of a central pumping unit, a separate low-pressure pump, in particular a micro-vacuum pump, can also be provided.
Система анализа предпочтительно расположена сравнительно близко к защитной оболочке реактора для удерживания небольшими необходимых путей транспортировки. Система анализа может содержать, в частности, множество адсорбционных колонок, при этом в различных адсорбционных колонках осуществляется разделение газовых составляющих и последующее избирательное измерение газовых компонентов на детекторах теплопроводности на выходе из колонки. При этом уже в небольших объемах газа, например меньше 1 л, можно осуществлять полный газовый анализ с помощью пропускания газа через адсорбционные колонки относительно содержания водяного пара, а также в параллельно включенных адсорбционных колонках можно измерять содержание водорода, кислорода, оксида углерода и/или моноксида углерода, а также, возможно, инертных газов даже в условиях помех. Из этих аналитических величин можно наряду с возможной опасностью атмосферы защитной оболочки реактора получать также конкретную информацию о возможном состоянии повреждения сердечника реактора и его положении, например, посредством измерения СО. В качестве альтернативного решения или в качестве дополнительного измерения для повышения надежности можно выполнять определение концентрации водорода просто в термостате с помощью детектора теплопроводности, а также определение доли пара с помощью емкостных полимеров непосредственно в измеряемом газе. Соответствующие чувствительные к излучению и температуре микропроцессорные электронные устройства блока оценки располагают с экранированием отдельно вне термостата.The analysis system is preferably located relatively close to the containment of the reactor to keep the necessary transport paths small. The analysis system may contain, in particular, a plurality of adsorption columns, while in various adsorption columns the gas components are separated and the gas components are subsequently selectively measured at thermal conductivity detectors at the outlet of the column. Moreover, even in small volumes of gas, for example less than 1 l, it is possible to carry out a complete gas analysis by passing gas through the adsorption columns relative to the water vapor content, and also in parallel connected adsorption columns the contents of hydrogen, oxygen, carbon monoxide and / or monoxide can be measured carbon, as well as possibly inert gases, even in the presence of interference. From these analytical values, along with the possible danger of the atmosphere of the reactor containment, it is also possible to obtain specific information about the possible state of damage to the reactor core and its position, for example, by measuring CO. As an alternative solution or as an additional measurement to increase reliability, it is possible to determine the concentration of hydrogen simply in a thermostat using a thermal conductivity detector, as well as determine the proportion of steam using capacitive polymers directly in the measured gas. The corresponding radiation and temperature sensitive microprocessor electronic devices of the evaluation unit are shielded separately outside the thermostat.
При этом система предпочтительно работает так, что измерительные датчики после выполненного анализа промываются неактивными газами и тем самым снижается излучательная нагрузка также в зоне анализаторов по сравнению с непрерывным анализом. Управление системой и устройствами предпочтительно осуществляется с помощью свободно программируемого цифрового управления, так что, например, в зависимости от реальной ситуации расположения в установке можно с учетом различного времени транспортировки согласовывать соответствующие вакуумные импульсы посредством изменения на месте параметров. За счет высококачественной изоляции менее 100 Вт/м2 минимизируются тепловые потери в зоне трубопровода и термостата до менее 5 кВт мощности длительного режима, так что можно обеспечивать электропитание даже при отключениях тока, постоянно или с быстрым подключением через батарейную сеть или отдельный дизель аварийного электропитания.In this case, the system preferably works in such a way that, after the analysis, the measuring sensors are flushed with inactive gases and thereby the radiation load is also reduced in the analyzer area as compared to continuous analysis. The control of the system and devices is preferably carried out using a freely programmable digital control, so that, for example, depending on the actual situation of the installation, it is possible, taking into account different transportation times, to coordinate the corresponding vacuum pulses by changing the parameters in place. Due to the high-quality insulation of less than 100 W / m 2, heat losses in the zone of the pipeline and thermostat are minimized to less than 5 kW of long-term power, so that it is possible to provide power even when there is a power outage, constantly or with quick connection through a battery network or a separate emergency power diesel.
Для обеспечения целенаправленной подачи взятой пробы в систему анализа в трубопровод взятия проб перед входом или при входе в систему анализа предпочтительно включен изоляционный резервуар для пробы. Перед ним может быть дополнительно включен буферный резервуар или буфер трубопровода, объем которого в целесообразном варианте выполнения примерно в 2-10 раз больше объема изоляционного резервуара для пробы. За счет этого обеспечивается, что после свободной от потерь рабочей фазы низкого давления трубопроводов взятия проб до прохода в защитную оболочку, в следующей за ней фазе повышения давления за счет возможного в этом случае снижения температуры ниже точки росы в капиллярной трубке внутри защитной оболочки не может транспортироваться измененный измерительный газ вплоть до объема измерительного газа (изоляционного резервуара для пробы). За счет последующего обратного промывания сухим газом, например азотом, осуществляется сушка этих участков перед взятием следующей пробы. В качестве альтернативного решения сжатие измерительного газа можно инициировать также посредством подачи газа, при этом за счет предварительно включенного объема и при небольших размерах возникающего небольшого потока поршня в трубопроводе снова исключается ввод измененного измерительного газа в резервуар подготовки пробы.In order to ensure the targeted supply of the sample taken to the analysis system, a sample isolation tank is preferably included in front of or at the entrance to the analysis system to enter the analysis system. In front of it, a buffer tank or a pipeline buffer can be included, the volume of which, in a suitable embodiment, is approximately 2-10 times larger than the volume of the isolation tank for the sample. This ensures that after the loss of the operating phase of the low pressure of the sampling pipelines before entering the protective shell, in the next phase of pressure increase due to the possible lowering of the temperature below the dew point in the capillary tube inside the protective shell, it cannot be transported modified test gas up to the volume of the test gas (insulating sample tank). Due to the subsequent backwash with dry gas, such as nitrogen, these areas are dried before taking the next sample. As an alternative solution, the compression of the test gas can also be initiated by means of a gas supply, while the input of the modified test gas into the sample preparation tank is again excluded due to the pre-switched volume and small size of the small piston flow in the pipeline.
Для обеспечения удерживания предусмотренного расчетного перегрева взятой пробы во время транспортировки через трубопровод взятия проб трубопровод взятия проб предпочтительно выполнен с возможностью нагревания в зоне вне защитной оболочки реактора. Таким образом, можно без установки активных компонентов во внутреннем пространстве защитной оболочки реактора обеспечивать, что при необходимости за счет целенаправленного нагревания отдельных зон трубопровода взятия проб исключается конденсация водяного пара даже при сравнительно длинных путях транспортировки.In order to ensure that the intended calculated overheating of the sample taken is maintained during transportation through the sampling pipeline, the sampling pipeline is preferably configured to heat in an area outside the reactor containment. Thus, without installing the active components in the inner space of the reactor containment, it is possible to ensure that, if necessary, due to the targeted heating of individual zones of the sampling pipeline, condensation of water vapor is eliminated even with relatively long transport routes.
Для удерживания возможно высвобождающейся в наружную зону при взятии пробы радиоактивности особенно низкой, в другом предпочтительном варианте выполнения к трубопроводу взятия проб подключен входящий в защитную оболочку реактора трубопровод обратной подачи. За счет этого можно осуществлять, в частности, обратную подачу взятых радиоактивных веществ с помощью компрессорного блока и/или за счет расположения участка замедления инертного газа, например, на основе активированного угля или цеолита. Это достигается с помощью особенно простых средств за счет того, что транспортировка и создание вакуума осуществляется с помощью струи газа или, по меньшей мере, временно с помощью изымаемого из газовых баллонов сжатого газа.In order to keep the radioactivity that is possibly released into the outer zone during sampling, the radioactivity is particularly low; in another preferred embodiment, a reverse feed pipe included in the reactor containment is connected to the sampling pipeline. Due to this, it is possible, in particular, to carry out the reverse supply of the taken radioactive substances with the help of the compressor unit and / or due to the location of the inert gas deceleration section, for example, based on activated carbon or zeolite. This is achieved by using particularly simple means due to the fact that the transportation and creation of a vacuum is carried out using a gas jet or, at least temporarily, using compressed gas removed from gas cylinders.
Относительно способа получения пробы указанного вида указанная задача решена тем, что в трубопроводе взятия проб создают пониженное давление по сравнению с давлением внутри защитной оболочки реактора, при этом после входа пробы в трубопровод взятия проб давление в трубопроводе взятия проб ограничивают максимально примерно 60% давления в защитной оболочке реактора. Это предпочтительно обеспечивается тем, что вхождение пробы в трубопровод взятия проб и/или вхождение составляющих частей атмосферы в трубопровод взятия проб дросселируют.Regarding the method for producing samples of the indicated type, this problem is solved in that a reduced pressure is created in the sampling pipeline in comparison with the pressure inside the reactor containment, while after the sample enters the sampling pipeline, the pressure in the sampling pipeline limits at most about 60% of the pressure in the protective reactor shell. This is preferably ensured by the fact that the entry of the sample into the sampling pipe and / or the entry of constituent parts of the atmosphere into the sampling pipe is throttled.
Указанная выше концепция взятия проб и последующего анализа обеспечивает достигаемую точность и надежность, по существу, независимо от имеющейся в защитной оболочке реактора текущей концентрация кислорода. Дальнейшее повышение надежности и тем самым рабочей безопасности предпочтительно достигается посредством комбинации этого способа с так называемым способом теплового эффекта для измерения концентрации водорода в защитной оболочке реактора, который работает независимо от концентрации кислорода.The above concept of sampling and subsequent analysis provides achievable accuracy and reliability, essentially independent of the current oxygen concentration in the reactor containment. A further increase in reliability and thereby operational safety is preferably achieved by combining this method with the so-called thermal effect method for measuring the concentration of hydrogen in the reactor containment vessel, which operates independently of the oxygen concentration.
При этом предпочтительно выполняют дополнительно в нескольких местах в защитной оболочке реактора в качестве обеспечения избыточности измерение концентрации водорода по принципу теплового эффекта. Предусмотренные для этого места измерения обоих способов предпочтительно расположены в одинаковых зонах пространства защитной оболочки реактора, так что особенно в ранней фазе протекания возможной аварии можно за счет сравнения поставляемых обоими способами измерительных величин друг с другом сравнительно точно определять концентрацию горючего газа, концентрацию кислорода и действительную концентрацию водорода.In this case, it is preferable to perform additionally in several places in the protective shell of the reactor in order to ensure redundancy, the measurement of hydrogen concentration according to the principle of thermal effect. The measurements of both methods provided for this location are preferably located in the same zones of the reactor containment space, so that especially in the early phase of a possible accident, it is possible to comparatively determine the concentration of combustible gas, the concentration of oxygen and the actual concentration by comparing the measurement values supplied by both methods hydrogen.
В способе теплового эффекта в головке датчика, которая установлена непосредственно в атмосфере защитной оболочки реактора, размещают каталитически активную нить и не действующую в качестве катализатора нагреваемую нить. При наличии водорода в окружающей атмосфере, в зависимости от имеющейся концентрации кислорода происходит окисление на каталитически активной нити, которая через кабель соединена с расположенным вне защитной оболочки реактора электронным устройством.In the thermal effect method, a catalytically active thread and a heated thread not acting as a catalyst are placed in the sensor head, which is installed directly in the atmosphere of the reactor containment shell. In the presence of hydrogen in the surrounding atmosphere, depending on the available oxygen concentration, oxidation occurs on the catalytically active filament, which is connected via a cable to an electronic device located outside the reactor containment.
Возникающее за счет начинающегося повышения температуры увеличение электрического сопротивления компенсируется с помощью электрической мостиковой схемы. Ток компенсации является непосредственной мерой произошедшего окисления водорода и его можно выдавать в качестве сигнала измерения водорода или концентрации горючего газа.The increase in electrical resistance arising due to the onset of temperature increase is compensated by an electric bridge circuit. The compensation current is a direct measure of the hydrogen oxidation that has occurred and can be given as a signal for measuring hydrogen or the concentration of combustible gas.
Полученные при этом сигналы целесообразно дополнительно обрабатываются в используемом в обоих способах анализа блоке управления и оценки.The resulting signals are expediently further processed in the control and evaluation unit used in both analysis methods.
Полученная с помощью указанного выше способа теплопроводности концентрация водорода соответствует действительной концентрации независимо от текущей концентрации кислорода. За счет сравнения полученных с помощью обоих способов величин концентрации водорода можно тем самым определять действительную концентрацию водорода (по теплопроводности), а также дополнительно при избытке кислорода избыточную концентрацию водорода через тепловой эффект.The hydrogen concentration obtained using the above thermal conductivity method corresponds to the actual concentration, regardless of the current oxygen concentration. By comparing the values of the concentration of hydrogen obtained using both methods, one can thereby determine the actual concentration of hydrogen (by thermal conductivity), and also with an excess of oxygen, the excess concentration of hydrogen through the thermal effect.
В имеющихся в возможных аварийных ситуациях, связанных с техникой безопасности, вероятных случаях относительно высокие концентрации водорода при одновременно уменьшенной концентрации кислорода можно определять максимальную концентрацию водорода по принципу теплопроводности, концентрацию горючего газа с помощью способа с использованием датчиков теплового эффекта и дополнительно концентрацию кислорода.In possible emergency situations related to safety, probable cases, relatively high hydrogen concentrations with a simultaneously reduced oxygen concentration, you can determine the maximum hydrogen concentration by the principle of thermal conductivity, the concentration of combustible gas using a method using sensors of the thermal effect and, in addition, the oxygen concentration.
За счет контролирования полученных измерительных величин с помощью подходящей вычислительной схемы из системы анализа взятия проб и постоянного сравнения с измерительными величинами способа с использованием кабеля и датчиков можно дополнительно определять скорости выделения водорода, а также на основе заданного количества кислорода в защитной оболочке реактора дополнительно скорости окисления водорода и уравновешивать их. За счет этого наряду с оценкой текущей потенциальной опасности для установки можно делать также важные выводы о ходе аварии, например, остановлено ли окисление топливных стержней, так что возможно целенаправленное инициирование соответствующих противомер.By controlling the obtained measurement values using a suitable computational scheme from the sampling analysis system and constant comparison with the measurement values of the method using a cable and sensors, it is possible to additionally determine the rate of hydrogen evolution, and also on the basis of a given amount of oxygen in the reactor containment rate of hydrogen oxidation and balance them. Due to this, along with an assessment of the current potential danger to the installation, important conclusions can also be drawn about the course of the accident, for example, if the oxidation of the fuel rods is stopped, so that targeted initiation of the corresponding countermeasures is possible.
Указанные способы предпочтительно применяются, в частности, в переходной, ранней фазе аварии, поскольку в дальнейшем ходе аварии кислород реагирует в защитной оболочке реактора. Поэтому кабели в способе с использованием датчиков и кабелей можно предпочтительно с точки зрения затрат на изготовление и монтаж выполнять в виде пластмассового кабеля с отказом от полностью керамической конструкции, при этом длительность работы при средней нагрузке облучением до 24 часов можно рассматривать как достаточную. При продолжении аварии вследствие продолжительной сильной нагрузки облучением можно допускать выход из строя кабеля, который также распознается электроникой, так что затем применяется только лишь способ взятия проб и анализа.These methods are preferably used, in particular, in the transitional, early phase of the accident, since in the future course of the accident, oxygen reacts in the protective shell of the reactor. Therefore, the cables in the method using sensors and cables can preferably be made in the form of a plastic cable from the point of view of manufacturing and installation costs, with the abandonment of the completely ceramic structure, while the duration of the work with an average radiation load of up to 24 hours can be considered sufficient. If the accident continues due to prolonged heavy exposure to radiation, the cable can be damaged, which is also recognized by the electronics, so that only the sampling and analysis method is then used.
Достигаемые с помощью изобретения преимущества состоят, в частности, в том, что за счет установления подходящим образом выбранного пониженного давления в трубопроводе взятия проб и его удерживания с помощью дросселирования при вхождении пробы в трубопровод взятия проб, а также во время транспортировки пробы от места взятия к расположенной вне защитной оболочки реактора системе анализа последовательно сохраняется перегретое состояние взятой пробы. Таким образом, исключается приводящая к возможному искажению результатов анализа конденсация водяного пара во время транспортировки взятой пробы. Тем самым пробу можно анализировать в состоянии, в котором она особенно точно отражает действительные отношения внутри защитной оболочки реактора. Таким образом, можно получать особенно надежные результаты измерения текущего действительного состояния атмосферы защитной оболочки без необходимости использования обобщенных данных или оценочных величин. За счет достигаемого особенно точного определения действительных величин для атмосферы защитной оболочки обеспечивается особенно соответствующее условиям выполнение и управление противомерами и тем самым особенно надежное управление работой даже при управлении в условиях аварии.The advantages achieved by the invention are, in particular, due to the establishment of a suitably selected reduced pressure in the sampling pipe and its holding by throttling when the sample enters the sampling pipe, as well as during transportation of the sample from the sampling location to An analysis system located outside the reactor containment vessel sequentially maintains the superheated state of the sample taken. Thus, the condensation of water vapor during transportation of the sample taken leading to a possible distortion of the analysis results is eliminated. Thus, the sample can be analyzed in a state in which it particularly accurately reflects the actual relationship inside the reactor containment. Thus, it is possible to obtain particularly reliable measurement results of the current actual state of the atmosphere of the containment without the need for generalized data or estimated values. Due to the achieved particularly accurate determination of the actual values for the atmosphere of the containment, the implementation and control of countermeasures is especially suitable for the conditions and, therefore, the operation is particularly reliable even when controlled in an emergency.
Кроме того, за счет правильно выбранных размеров трубопровода взятия проб и других компонентов происходящую при взятии пробы утечку радиоактивности можно удерживать особенно небольшой даже в сравнительно тяжелых аварийных ситуациях, так что проникновение радиоактивных веществ в окружение можно удерживать особенно небольшим. За счет высококачественной изоляции менее 100 Вт/м2 тепловые потери в зоне трубопровода и шкафа минимизируются до менее 5 кВт непрерывной мощности, так что электрическое снабжение даже в ситуациях отключения тока обеспечивается через сеть батарей или отдельный дизель аварийного электропитания непрерывно или в течение короткого времени. В ранней фазе возможного хода аварии можно обеспечивать непрерывное измерение концентрации водорода с помощью подходящей комбинации с дополнительно расположенными в защитной оболочке реактора датчиками водорода и указанного выше способа. При этом осуществляется дополнительно в нескольких местах в защитной оболочке реактора измерение концентрации водорода по принципу теплового эффекта. Для этого в головке датчика размещают каталитически активную нить и некаталитически действующую нагреваемую нить. При возникновении водорода происходит окисление на каталитически активной нити, которая через кабель соединена с расположенным вне защитной оболочки реактора электронным устройством. Возникающее изменение электрического сопротивления компенсируется с помощью электрической мостиковой схемы. Полученные сигнала дополнительно обрабатываются в используемом в обоих способах блоке управления и оценки. За счет этого в течение короткого времени можно создавать непрерывный сигнал концентрации водорода и при получении анализа и полученного с помощью теплопроводности измерительной величины водорода можно делать выводы о содержании кислорода в атмосфере.In addition, due to the correctly selected dimensions of the sampling pipeline and other components, the leakage of radioactivity occurring during sampling can be kept especially small even in relatively severe emergency situations, so that the penetration of radioactive substances into the environment can be kept especially small. Due to high-quality insulation of less than 100 W / m 2, heat losses in the zone of the pipeline and cabinet are minimized to less than 5 kW of continuous power, so that electrical supply even in situations of power failure is provided through a battery network or a separate emergency power supply diesel engine continuously or for a short time. In the early phase of the possible course of the accident, it is possible to provide continuous measurement of hydrogen concentration using a suitable combination with hydrogen sensors additionally located in the reactor containment vessel and the above method. In this case, an additional measurement of hydrogen concentration is carried out in several places in the protective shell of the reactor according to the principle of thermal effect. For this, a catalytically active thread and a non-catalytically active heated thread are placed in the sensor head. When hydrogen occurs, oxidation occurs on the catalytically active filament, which is connected via a cable to an electronic device located outside the reactor containment. The resulting change in electrical resistance is compensated by an electric bridge circuit. The received signals are additionally processed in the control and evaluation unit used in both methods. Due to this, it is possible to create a continuous hydrogen concentration signal in a short time, and when an analysis and the measured value of hydrogen obtained using thermal conductivity are obtained, conclusions can be drawn about the oxygen content in the atmosphere.
За счет контролирования полученных измерительных величин и сравнения со способом с использованием датчиков и кабеля можно дополнительно контролировать момент выхода из строя кабеля на основе экстремальной нагрузки облучением в зоне кабеля.By monitoring the obtained measurement values and comparing with the method using sensors and cable, it is possible to additionally control the moment of cable failure on the basis of the extreme radiation load in the cable zone.
В одном из вариантов осуществления системы взятия проб к трубопроводу взятия проб подключен входящий в защитную оболочку реактора возвратный трубопровод.In one embodiment of the sampling system, a return pipe included in the reactor containment is connected to a sampling pipeline.
В одном из вариантов осуществления способа взятия проб пониженное давление спонтанно создают с помощью быстро открывающихся клапанов, а объем всасывания - из возвратного резервуара низкого давления. Объем пробы для отдельного анализа может быть ограничен менее 1 л и/или содержанием радиоактивности менее 1010 Бк. В другом варианте осуществления способа взятия проб при парциальных давлениях пара в несколько бар в местах взятия проб исключают преодоление точки росы в измерительном газе за счет уменьшения давления в блоке анализа предпочтительно до 1 бара.In one embodiment of the sampling method, reduced pressure is spontaneously generated using quick-opening valves and the suction volume is from a low pressure return tank. The sample volume for a separate analysis may be limited to less than 1 L and / or a radioactivity content of less than 10 10 Bq. In another embodiment of the sampling method, at partial steam pressures of several bar at the sampling sites, the dew point in the measuring gas is eliminated by reducing the pressure in the analysis unit, preferably to 1 bar.
Ниже приводится подробное описание примеров выполнения изобретения со ссылками на прилагаемые чертежи, на которых изображено:Below is a detailed description of examples of carrying out the invention with reference to the accompanying drawings, which depict:
фиг.1 - система взятия проб;figure 1 is a sampling system;
фиг.2 - альтернативный вариант выполнения системы взятия проб, иfigure 2 is an alternative embodiment of a sampling system, and
фиг.3 - дроссельное устройство для применения в системе взятия проб согласно фиг.1 или 2.figure 3 - throttle device for use in the sampling system according to figure 1 or 2.
Одинаковые части обозначены на всех фигурах одинаковыми позициями.Identical parts are denoted by the same reference numbers in all figures.
Система 1 взятия проб, показанная на фиг.1, предусмотрена для получения пробы из атмосферы в защитной оболочке 1 реактора неизображенной ядерно-технической установки. Для этого система 1 взятия проб содержит множество входящих в защитную оболочку 2 реактора через проход 4 в ее наружной стенке 6 трубопроводов 8 взятия проб. Они соединены через клапанный блок 10, с помощью которого можно селективно и специально выбирать любой трубопровод 8 взятия проб, с системой 12 пониженного давления и системой 14 анализа. При этом система 14 анализа содержит выполненный с возможностью нагревания по типу термостата наружный корпус 16, в котором дополнительно к клапанному блоку 10 расположен заключенный в кожух газоанализатор 18. Газоанализатор 18, выполненный, например, в виде емкостного датчика, соединен с первым электронным устройством 20 для определения содержания водяного пара, со вторым измерительным местом 22 для определения доли водорода, предпочтительно по принципу теплопроводности, и с третьим измерительным местом 24 для определения доли кислорода. Измерительные места 20, 22, 24 соединены на выходе с центральным электронным блоком 26 оценки, который выполняет также все управление системой и при необходимости сравнение с избыточным сигналом датчика. В неизображенном варианте выполнения охлаждение может отсутствовать, и измерительные места 22 и 24 могут быть расположены также в термостате 16.The
Система 1 взятия проб предназначена для получения особенно точных и надежных результатов измерения долей газа атмосферы внутри защитной оболочки 2. Для этого предусмотрено целенаправленное исключение конденсации совместно транспортируемого водяного пара при переводе пробы из внутреннего пространства защитной оболочки 2 реактора в газовый сепаратор 18, так что совместно транспортируемый водяной пар количественно и качественно измеряется и учитывается при последующей оценке. Для обеспечения этого система 1 взятия проб выполнена с возможностью переноса пробы в перегретом состоянии в газовый сепаратор 18 системы 14 анализа. При этом перегретое состояние устанавливается и поддерживается с помощью пассивных средств, т.е. без необходимости внешнего активного вмешательства, за счет того, что при транспортировке пробы в трубопроводе 8 взятия проб устанавливается и удерживается подходяще выбранное пониженное давление. Для этого трубопроводы 8 взятия проб на своем входящем в защитную оболочку 2 реактора конце снабжены каждый дроссельным устройством 30.The
Дроссельное устройство 30, перед которым включен для исключения блокирования, а также для сдерживания грубых аэрозолей фильтр 32, состоящий, например, из пористого фильтрующего материала, такого как, например, порошковый металл или сплетения металлических волокон, выполнено при этом целенаправленно так, чтобы сохранять в каждом трубопроводе 8 взятия проб также при вхождении потока атмосферы из внутреннего пространства защитной оболочки 2 реактора пониженное давление, в частности, равное менее примерно 50% давления в защитной оболочке. Для обеспечения этого с помощью сравнительно простых средств каждый трубопровод 8 взятия проб выполнен, с одной стороны, в виде капиллярной трубки с относительно небольшим внутренним номинальным диаметром около 3 мм. С другой стороны, включенное перед ним дроссельное устройство 30 имеет подходящие размеры и имеет свободное проходное поперечное сечение около 0,5 мм. Транспортировка пробы происходит за счет пониженного давления в капиллярных трубках со скоростью предпочтительно от более 5 м/с до 50 м/с, так что можно реализовать небольшие длительности транспортировки.The
Дополнительно к этому трубопроводы 8 взятия проб выполнены с возможностью нагревания в зоне снаружи наружной стенки 6 защитной оболочки 2 реактора. Проход через защитную оболочку реактора нагревается с помощью низкотемпературных элементов до менее 80°С.Тем самым обеспечивается, что даже при сравнительно длинном прохождении трубопровода достигается сохранение перегретого состояния взятой пробы до прихода в систему 14 анализа. Для возврата возможно извлеченных вместе с пробой радиоактивных веществ во внутреннее пространство защитной оболочки 2 реактора каждый трубопровод 8 взятия проб соединен с ведущим в защитную оболочку 2 реактора возвратным трубопроводом 40. При этом возвратный трубопровод 40, в который включен в качестве возможного буфера резервуар 42 обратной транспортировки, снабжен предусмотренным в качестве системы 12 пониженного давления вакуумным насосом, так что его можно дополнительно применять для эвакуации соответствующего трубопровода 8 взятия проб, а также для обратной транспортировки в защитную оболочку 2 реактора.In addition to this,
В примере выполнения согласно фиг.2 система 1' взятия проб имеет систему 14' анализа, которая выполнена, по существу, модульной. При этом система 14' анализа содержит модуль 50 взятия проб, а также измерительный модуль 52, который расположен в выполненном в виде термостата нагреваемом наружном корпусе 16. В этом примере выполнения в модуле 50 взятия проб расположен резервуар 54 для изоляции пробы, в котором промежуточно хранится извлеченная через трубопровод 8 взятия проб из внутреннего пространства защитной оболочки 2 реактора проба, непосредственно анализируется или удерживается для последующей оценки. Кроме того, модуль 50 взятия проб содержит необходимые измерительные зонды, микроклапаны со многими вводами, запирающие микроклапаны, быстро открывающиеся вакуумные клапаны и дроссели и/или клапаны уменьшения давления.In the exemplary embodiment of FIG. 2, the
За счет включенного перед резервуаром 54 изоляции пробы в трубопроводе 8 взятия проб дополнительный объем 55 обеспечивается то, что в следующей за режимом пониженного давления фазе увеличения давления за счет возможного преодоления точки росы в капиллярной трубке внутри защитной оболочки 2 реактора измененный измерительный газ не транспортируется в объем измерительного газа. В качестве альтернативного решения можно за счет закрывания включенного в трубопровод 8 взятия проб клапана 90 и увеличения давления через подающий газ трубопровод 92 и прохождения через дополнительный объем 55 можно тем же способом достигнуть увеличения давления в резервуаре 54 изоляции пробы без искажения измерительного газа. За счет промывки с помощью сухого газа, например азота, осуществляется сушка этих участков перед взятием следующей пробы. В качестве альтернативного решения сжатие измерительного газа можно инициировать также посредством подачи газа через трубопровод 92 и закрытия клапана 90, при этом на основе предварительно включенного дополнительного объема 55 и поршневого потока в трубопроводе снова исключается вход измененного измерительного газа в резервуар изоляции пробы. При этом дополнительный объем 55 может служить, в частности, буферным объемом и может иметь в 2-5 раз больший объем, чем внутренний объем резервуара 54 изоляции пробы.Due to the isolation of the sample in front of the
В измерительном модуле 52 содержатся компоненты дозирования пробы, а также необходимые для собственно измерения адсорбционные колонки и измерительные места и датчики 20, 22, 24. Измерительный модуль 52 соединен через отводящий трубопровод 56, в который включен вентилятор 58 пониженного давления, с системой 60 отвода воздуха.The measuring
Кроме того, система 1' взятия проб для обеспечения особенно небольшого высвобождения радиоактивности через возвратный трубопровод 40 соединена с участком 62 замедления инертного газа, в частности, на основе активированного угля или цеолита. Как показано также на фиг.2, дополнительно в комбинации к системе взятия проб или в качестве избыточного измерения предусмотрено измерение концентрации водорода. Оно содержит несколько расположенных в защитной оболочке 2 реактора датчиков 94 водорода, которые соединены с расположенным вне защитной оболочки 2 блоком 96 оценки. Полученные в нем сигналы дополнительно подаются в используемый в обоих способах электронный блок управления и оценки.In addition, the
Пример выполнения включенного перед соответствующим трубопроводом взятия проб дроссельного устройства 30 показан в разрезе и в увеличенном масштабе на фиг.3. Дроссельное устройство 30 содержит основной корпус 70, который через имеющий подходящие размеры и форму стенной держатель 72 закреплен на стенном элементе защитной оболочки 2 реактора. Кроме того, основной корпус 70 соединен с входным концом трубопровода 8 взятия проб.An exemplary embodiment of the
Для обеспечения дросселированного входа газа атмосферы в трубопровод 8 взятия проб дроссельное устройство 30 содержит дроссельное тело 74, которое по сравнению с номинальным диаметром выполненного в виде капиллярной трубки трубопровода 8 взятия проб около 3 мм имеет меньшее свободное пропускное поперечное сечение около 0,5 мм. Входная зона дроссельного тела 74 окружена, по существу, цилиндрическим, предусмотренным в виде грубого отделителя жидкости отделителя 76 капель и твердых частиц. Внутри отделителя 76 для образования фильтрующего устройства расположено фильтрующее тело 78 из спеченного металла или ткани из металлического волокна. Образованная из этих компонентов система окружена предусмотренной в качестве защиты от брызг оболочкой 80.To provide a throttled entry of atmospheric gas into the
Перечень позиций:The list of positions:
1, 1' Система взятия проб1, 1 'Sampling system
2 Защитная оболочка реактора2 reactor containment
4 Проход4 Pass
6 Наружная стенка6 Outer wall
8 Трубопровод взятия проб8 Sampling pipeline
10 Клапанный блок10 valve block
12 Система низкого давления12 Low pressure system
14, 14' Система анализа14, 14 'Analysis system
16 Наружный корпус16 Outer casing
18 Газоанализатор/газовый сепаратор в защитной оболочке реактора18 Gas analyzer / gas separator in the reactor containment
20, 22, 24 Измерительное место20, 22, 24 Measuring place
26 Электронный блок оценки и управления процессом26 Electronic evaluation and process control unit
30 Дроссельное устройство30 Throttle device
32 Фильтр32 Filter
40 Возвратный трубопровод40 Return pipe
42 Резервуар обратной транспортировки42 Reverse transport tank
50 Модуль взятия проб50 Sampling module
52 Измерительный модуль52 measuring module
54 Модуль изоляции пробы54 Sample Isolation Module
55 Дополнительный объем55 Additional amount
56 Отводящий трубопровод56 discharge pipe
58 Вентилятор низкого давления58 Low pressure fan
60 Система отвода воздуха60 Air exhaust system
62 Участок замедления инертного газа62 Inert gas deceleration section
70 Основной корпус70 Main building
72 Стенной держатель72 Wall Mount
74 Дроссельное тело74 Throttle body
76 Отделитель капель или твердых частиц76 Separator for droplets or particulate matter
78 Фильтрующее тело78 Filter body
80 Оболочка80 Shell
90 Клапан90 valve
92 Подача газа92 gas supply
94 Датчики водорода94 Hydrogen Sensors
96 Блок оценки96 evaluation unit
Claims (22)
Applications Claiming Priority (2)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| DE102004050308.7 | 2004-10-14 | ||
| DE102004050308A DE102004050308A1 (en) | 2004-10-14 | 2004-10-14 | Method and sampling system for recovering a sample from the atmosphere in a reactor containment of a nuclear facility |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2007117719A RU2007117719A (en) | 2008-11-20 |
| RU2358255C2 true RU2358255C2 (en) | 2009-06-10 |
Family
ID=35613901
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2007117719/12A RU2358255C2 (en) | 2004-10-14 | 2005-10-13 | Method and system of taking samples from atmosphere of reactor containment of nuclear process installation |
Country Status (11)
| Country | Link |
|---|---|
| US (1) | US9116084B2 (en) |
| EP (1) | EP1807842B1 (en) |
| JP (1) | JP4673373B2 (en) |
| CN (1) | CN101040348B (en) |
| CA (1) | CA2581497C (en) |
| DE (1) | DE102004050308A1 (en) |
| ES (1) | ES2449229T3 (en) |
| RU (1) | RU2358255C2 (en) |
| SI (1) | SI1807842T1 (en) |
| UA (1) | UA86262C2 (en) |
| WO (1) | WO2006042691A1 (en) |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2569556C1 (en) * | 2014-09-22 | 2015-11-27 | Феликс Эргардович Гофман | Method for radioactive solution sample delivery and device for implementing it (versions) |
| RU184271U1 (en) * | 2018-05-22 | 2018-10-22 | федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего образования "Нижегородский государственный технический университет им. Р.Е. Алексеева" (НГТУ) | Nuclear power plant |
Families Citing this family (30)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP5119140B2 (en) * | 2008-12-22 | 2013-01-16 | 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 | Exhaust gas radiation monitor |
| CN101782478B (en) * | 2010-03-09 | 2011-11-02 | 中国原子能科学研究院 | Hot chamber sampling device |
| DE102010035509A1 (en) * | 2010-08-25 | 2012-03-01 | Areva Np Gmbh | Process for pressure relief of a nuclear power plant, pressure relief system for a nuclear power plant and associated nuclear power plant |
| CN102213651A (en) * | 2011-04-08 | 2011-10-12 | 中国石油大学(北京) | Dust offline sampling system in closed loop type high-pressure natural gas pipeline and sampling method thereof |
| JP5752566B2 (en) * | 2011-06-15 | 2015-07-22 | 株式会社東芝 | Reactor containment atmosphere monitoring device |
| CN102323295A (en) * | 2011-09-30 | 2012-01-18 | 中广核工程有限公司 | System for monitoring concentration of hydrogen in containment vessel |
| JP5542790B2 (en) | 2011-12-22 | 2014-07-09 | 株式会社東芝 | Reactor state monitoring device and monitoring method thereof |
| US9502144B2 (en) * | 2012-07-06 | 2016-11-22 | Westinghouse Electric Company Llc | Filter for a nuclear reactor containment ventilation system |
| CN102937609B (en) * | 2012-11-01 | 2014-10-22 | 中国船舶重工集团公司第七一八研究所 | System for measuring hydrogen density in nuclear power plant containment vessel |
| CN103017814B (en) * | 2012-12-10 | 2015-02-18 | 中国船舶重工集团公司第七一八研究所 | Hydrogen eliminating test system with safety protection function |
| CN103063482B (en) * | 2013-01-08 | 2015-04-15 | 中国工程物理研究院核物理与化学研究所 | Tritium-containing exhaust gas discharge monitoring automatic sampling system |
| CN103076208B (en) * | 2013-01-08 | 2015-04-15 | 中国工程物理研究院核物理与化学研究所 | Automatic sampling system for radioactive gas-carrying discharge substances |
| DE102013207595B3 (en) * | 2013-04-25 | 2014-09-25 | Areva Gmbh | Emission monitoring system for a venting system of a nuclear power plant |
| CN103411795B (en) * | 2013-08-12 | 2016-02-24 | 深圳出入境检验检疫局工业品检测技术中心 | A kind of gas collector for lithium ion battery Work condition analogue |
| DE102013219294A1 (en) * | 2013-09-25 | 2015-03-26 | Areva Gmbh | Method for quantitative analysis of the composition of a gas mixture and associated measuring device |
| CN103822800B (en) * | 2013-12-18 | 2016-06-22 | 中国原子能科学研究院 | A kind of High Temperature High Pressure gap impurity real time sample device |
| JP2016008828A (en) * | 2014-06-23 | 2016-01-18 | 株式会社東芝 | Sampling device and method of reactor containment vessel |
| CN106896091A (en) * | 2015-12-18 | 2017-06-27 | 江苏核电有限公司 | The test-bed of sodium fluorescein method evaluation core level filter core performance |
| CN105513654B (en) * | 2016-01-18 | 2017-11-21 | 中国工程物理研究院材料研究所 | Multiple spot quickly surveys the device and its implementation of hydrogen after nuclear power plant containment shell accident |
| CN107024713B (en) * | 2017-03-31 | 2019-04-23 | 广东核电合营有限公司 | The core sampling system of high dose of radiation |
| CN107358984A (en) * | 2017-06-07 | 2017-11-17 | 中国核电工程有限公司 | Gas concentration monitoring system in containment after reactor disaster |
| DE102017114835B3 (en) * | 2017-07-04 | 2018-10-31 | Framatome Gmbh | Analysis device for detecting fission products by measuring a radioactivity and analysis system |
| CN107993731B (en) * | 2017-11-06 | 2021-08-17 | 中国核电工程有限公司 | System for monitoring combustibility of gas in containment after serious accident of reactor |
| CN109636112B (en) * | 2018-11-12 | 2022-10-18 | 中国辐射防护研究院 | Accident sorting method based on environmental safety accident response |
| EP3702769A1 (en) | 2019-02-27 | 2020-09-02 | Nederlandse Organisatie voor toegepast- natuurwetenschappelijk onderzoek TNO | Capacitive hydrogen sensor |
| CN110223791B (en) * | 2019-04-12 | 2022-06-10 | 中国核动力研究设计院 | Nuclear sampling system used after pressurized water reactor nuclear power station accident |
| CN110455593A (en) * | 2019-08-15 | 2019-11-15 | 中国工程物理研究院化工材料研究所 | A kind of explosive aging outgassing collector and sealing device |
| CN111477373B (en) * | 2020-04-24 | 2021-12-31 | 岭东核电有限公司 | Nuclear power station nuclear sampling system and method for checking sampling pipeline thereof |
| CN113405865B (en) * | 2021-06-30 | 2023-04-11 | 上海电力大学 | Coal-fired flue gas arsenic sampling device |
| CN115060548A (en) * | 2022-06-27 | 2022-09-16 | 中广核研究院有限公司 | Molten metal medium suction type sampling system in reactor container |
Family Cites Families (32)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US3791923A (en) * | 1972-01-10 | 1974-02-12 | Universal Oil Prod Co | Recuperative thermal recombining system for handling loss of reactor coolant |
| DD95128A1 (en) * | 1972-03-01 | 1973-01-12 | ||
| GB1443700A (en) * | 1972-08-24 | 1976-07-21 | Nuclear Power Co Whetstone Ltd | Nuclear reactor power installations |
| US4048012A (en) * | 1972-08-24 | 1977-09-13 | Nuclear Power Company (Whetstone Limited) | Nuclear power installations |
| US3890100A (en) * | 1973-09-28 | 1975-06-17 | Gen Electric | Gas conditioning and analyzing system |
| SU549725A1 (en) * | 1975-04-04 | 1977-03-05 | Татарский научно-исследовательский и проектно-конструкторский институт нефтяного машиностроения | Device for determining the enthalpy of wet steam |
| DE2531168B2 (en) * | 1975-07-11 | 1977-04-28 | Kraftwerk Union AG, 4330 Mülheim | NUCLEAR REACTOR PLANT |
| DE2537393A1 (en) | 1975-08-22 | 1977-03-03 | Interatom | Appts. for testing gps. of nuclear fuel elements - which indicates damage to the fuel rod tubular sheath by the presence of fission products in the coolant |
| JPS56160694A (en) * | 1980-05-15 | 1981-12-10 | Tokyo Shibaura Electric Co | Device for circulating sampling gas in nuclear reactor container |
| JPS574534A (en) * | 1980-06-10 | 1982-01-11 | Toshiba Corp | Measuring apparatus for concentration of hydrogen and oxygen |
| JPS574535A (en) * | 1980-06-10 | 1982-01-11 | Toshiba Corp | Measuring apparatus for concentration of hydrogen and oxygen |
| SU934340A1 (en) | 1980-11-11 | 1982-06-07 | Днепропетровский Отдел Всесоюзного Научно-Исследовательского Института Горноспасательного Дела | Thermochemical detector |
| DE3321063A1 (en) | 1983-06-10 | 1985-01-24 | Kraftwerk Union AG, 4330 Mülheim | SAMPLE COLLECTION DEVICE FOR GAS OR VAPOROUS CONDENSIBLE RADIOACTIVE SUBSTANCES, ESPECIALLY FOR COLLECTING TRITIUM TRACKS |
| SU1170313A1 (en) | 1984-01-04 | 1985-07-30 | Всесоюзный Научно-Исследовательский И Проектно-Конструкторский Институт По Осушению Месторождений Полезных Ископаемых,Специальным Горным Работам,Рудничной Геологии И Маркшейдерскому Делу | Device for taking samples in media containing free water |
| JPS60157085A (en) * | 1984-01-27 | 1985-08-17 | 株式会社東芝 | Monitor device for gas in housing vessel for reactor |
| DE3428878A1 (en) | 1984-08-04 | 1986-02-13 | Kernforschungszentrum Karlsruhe Gmbh, 7500 Karlsruhe | METHOD FOR RECOVERY OF URAN VALUES IN AN EXTRACTIVE REPROCESSING PROCESS FOR IRRADIATED FUELS |
| JPS6141944A (en) * | 1984-08-06 | 1986-02-28 | Hitachi Ltd | Gas sampling system |
| SU1314479A1 (en) | 1985-10-15 | 1987-05-30 | Московский Электротехнический Институт Связи | Electric power supply sistem for switching network with outer substations |
| JPS63275995A (en) * | 1987-05-08 | 1988-11-14 | Toshiba Corp | Apparatus for measuring concentration of hydrogen in reactor container |
| FR2616356B1 (en) * | 1987-06-12 | 1989-09-08 | Commissariat Energie Atomique | METHOD AND DEVICE FOR THE DESATURATION OF AIR EXTRACTED FROM VACUUM LIQUID TRANSFER SYSTEMS |
| DD277378A3 (en) * | 1987-07-01 | 1990-04-04 | Freiberg Brennstoffinst | Method and apparatus for the expansion of steam-gas mixtures for analysis purposes |
| DE3806872C3 (en) * | 1988-03-03 | 1995-05-04 | Rwe Energie Ag | Arrangement for the pressure relief of the safety container of a nuclear power plant |
| RU1814046C (en) | 1990-09-20 | 1993-05-07 | Тихоокеанский океанологический институт Дальневосточного отделения АН СССР | Device for sampling gas |
| CH682188A5 (en) | 1991-07-18 | 1993-07-30 | Asea Brown Boveri | |
| DE4126894A1 (en) * | 1991-08-14 | 1993-02-18 | Siemens Ag | METHOD AND DEVICE FOR OBTAINING SAMPLES FROM THE ATMOSPHERIC CONTAINER CONTAINED IN A GAS-TIGHT, IN PARTICULAR FROM THE REACTOR SAFETY CONTAINER OF A NUCLEAR POWER PLANT |
| CH682524A5 (en) * | 1991-09-30 | 1993-09-30 | Asea Brown Boveri | Device for monitoring the atmosphere inside the containment vessel of a reactor plant. |
| DE4221692A1 (en) * | 1992-07-02 | 1994-01-05 | Siemens Ag | Method and device for determining a mixture proportion of a gas mixture |
| FR2697939B1 (en) * | 1992-11-06 | 1995-02-24 | Electricite De France | Method and device for detecting leaks from bushings of nuclear reactor vessel cover in operation. |
| US5367546A (en) * | 1993-06-23 | 1994-11-22 | Westinghouse Electric Corporation | Fluid sampling system for a nuclear reactor |
| JP3684728B2 (en) * | 1996-12-26 | 2005-08-17 | 石川島播磨重工業株式会社 | Analytical burner |
| JP2000124717A (en) * | 1998-10-20 | 2000-04-28 | Funai Electric Co Ltd | Portable radio communication device, control method for portable radio communication device and storage medium recording control program for portable radio communication device |
| RU15023U1 (en) | 2000-02-23 | 2000-09-10 | Российский Федеральный Ядерный Центр - Всероссийский Научно-Исследовательский Институт Экспериментальной Физики | SAMPLE POST |
-
2004
- 2004-10-14 DE DE102004050308A patent/DE102004050308A1/en not_active Ceased
-
2005
- 2005-10-13 UA UAA200704056A patent/UA86262C2/en unknown
- 2005-10-13 CA CA2581497A patent/CA2581497C/en active Active
- 2005-10-13 RU RU2007117719/12A patent/RU2358255C2/en active
- 2005-10-13 JP JP2007536094A patent/JP4673373B2/en active Active
- 2005-10-13 WO PCT/EP2005/011024 patent/WO2006042691A1/en active Application Filing
- 2005-10-13 EP EP05806612.7A patent/EP1807842B1/en active Active
- 2005-10-13 ES ES05806612.7T patent/ES2449229T3/en active Active
- 2005-10-13 SI SI200531831T patent/SI1807842T1/en unknown
- 2005-10-13 CN CN2005800352391A patent/CN101040348B/en not_active Expired - Fee Related
-
2007
- 2007-04-13 US US11/786,805 patent/US9116084B2/en active Active
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2569556C1 (en) * | 2014-09-22 | 2015-11-27 | Феликс Эргардович Гофман | Method for radioactive solution sample delivery and device for implementing it (versions) |
| RU184271U1 (en) * | 2018-05-22 | 2018-10-22 | федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего образования "Нижегородский государственный технический университет им. Р.Е. Алексеева" (НГТУ) | Nuclear power plant |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| UA86262C2 (en) | 2009-04-10 |
| CA2581497C (en) | 2014-09-30 |
| EP1807842A1 (en) | 2007-07-18 |
| EP1807842B1 (en) | 2013-12-11 |
| RU2007117719A (en) | 2008-11-20 |
| US9116084B2 (en) | 2015-08-25 |
| CN101040348A (en) | 2007-09-19 |
| WO2006042691A1 (en) | 2006-04-27 |
| US20080175345A1 (en) | 2008-07-24 |
| JP4673373B2 (en) | 2011-04-20 |
| SI1807842T1 (en) | 2014-04-30 |
| CN101040348B (en) | 2011-09-07 |
| DE102004050308A1 (en) | 2006-06-14 |
| JP2008522137A (en) | 2008-06-26 |
| CA2581497A1 (en) | 2006-04-27 |
| ES2449229T3 (en) | 2014-03-18 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| RU2358255C2 (en) | Method and system of taking samples from atmosphere of reactor containment of nuclear process installation | |
| JP6411464B2 (en) | Emission monitoring system for vent system of nuclear power plant | |
| US6830730B2 (en) | Method and apparatus for the on-stream analysis of total sulfur and/or nitrogen in petroleum products | |
| CN201811870U (en) | Self-starting type sampling and analyzing device for measuring concentration of hydrogen in containment | |
| US20090084199A1 (en) | Quick-change sorbent trap module and method | |
| US8754369B2 (en) | System and method for measuring hydrogen content in a sample | |
| CN106342210B (en) | A kind of for measuring the sampling analytical system of concentration of hydrogen in containment vessel | |
| CA2250522C (en) | Apparatus and method for leak detection | |
| CN107993731B (en) | System for monitoring combustibility of gas in containment after serious accident of reactor | |
| JP4541011B2 (en) | Method and apparatus for measuring electrochemical corrosion potential inside small shallow cracks | |
| US4882122A (en) | Method and apparatus for obtaining a water sample from the core of a boiling water reactor | |
| CN111896591A (en) | Self-calibration gas sensor device and calibration method and system thereof | |
| WO2003023364A2 (en) | A method and apparatus for the on-stream analysis of total sulfur and/or nitrogen in petroleum products | |
| EP0713091A1 (en) | A catalyst assembly | |
| US4909065A (en) | Contained radiological analytical chemistry module | |
| CN114002025A (en) | Radioactive gas sampling device and sampling system | |
| CN111896592A (en) | Controllable jet sensor device and calibration method and system thereof | |
| Klinzing et al. | Design a commercial in-situ hydrogen measurement instrument for the coal liquefaction plant | |
| Brown | Gas control technology: the state of the art and LEP detector requirements | |
| Sharma et al. | A new method for detecting pressure tube failures in Indian PHWRs | |
| Nobile et al. | A computer-controlled apparatus for performing pressure–composition–temperature measurements on metal hydrides with protium, deuterium, and tritium | |
| JPS6228846B2 (en) | ||
| Burnette et al. | High-pressure test loop design and application | |
| CN118402015A (en) | Device for raising or lowering nuclear fuel assemblies in a pool of a nuclear installation | |
| CN114216952A (en) | Method for measuring tritium content in air |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| PD4A | Correction of name of patent owner | ||
| PC41 | Official registration of the transfer of exclusive right |
Effective date: 20190522 |